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論文

再処理施設分析廃液配管の腐食部の復旧

西田 直樹; 諏訪 登志雄; 田中 直樹; 稲田 聡; 久野 剛彦

日本保全学会第11回学術講演会要旨集, p.121 - 126, 2014/07

東海再処理施設の分析廃液を排水する放射性溶液配管の漏えいの原因の調査のため切取った配管部について、新規に準備したSUS配管を溶接し復旧した。復旧工事においては、配管の周囲をグリーンハウスで覆い、放射線防護措置を施した状態で、配管切断部の除染、開先加工、バックシールガスを流しながらの溶接を実施した。これらの一連の工事について、放射性物質を内包する配管を溶接する際の作業について報告する。

論文

再処理施設分析廃液配管の腐食原因の調査

田中 直樹; 諏訪 登志雄; 西田 直樹; 久野 剛彦; 伊波 慎一

日本保全学会第11回学術講演会要旨集, p.127 - 131, 2014/07

東海再処理施設の分析廃液を排水する放射性溶液配管の腐食部から漏えいが発生した。この腐食の原因の調査として当該配管を切出し、腐食部について分析・観察を行った。その結果、過去に使用した塩素系分析試薬の塩化物イオンが原因となり、局部腐食を起こしたことが考えられる。そのため、塩素系分析試薬の使用履歴のある配管についてフェーズドアレーによる配管の点検を行ったので結果について報告する。

論文

Characterization of the dissolver sludge of MOX spent fuel at the Tokai Reprocessing Plant

鈴木 一之; 畑中 聡; 佐本 寛孝; 諏訪 登志雄; 田中 康介; 田中 志好

Proceedings of International Conference on Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident (GLOBAL 2011) (CD-ROM), 6 Pages, 2011/12

使用済燃料の溶解工程では、白金族等のFP,燃料被覆管せん断片,溶解液からの再沈殿物などによる不溶性の残渣(以後、「スラッジ」という)が生じ、配管閉塞等の問題を引き起こす原因となる。軽水炉燃料の高燃焼度化及びMOX燃料の利用に伴いFP発生量は増加することから、スラッジの特性把握は円滑な再処理運転を行ううえで重要である。東海再処理工場(TRP)では工学規模でスラッジ性状の調査に取り組んでおり、本報告では、溶解槽から採取したATR-MOX燃料(ATR:Advanced Thermal Reactor Pu富化度約2%)に由来するスラッジとATR-UO$$_{2}$$燃料に由来するスラッジの性状の相違についての調査結果を報告する。本調査では、スラッジ溶融後のICP-AESによる組成分析及びスラッジのXRDによる結晶構造解析等を実施し、主要成分がモリブデン酸ジルコニウムであることと、元素の含有率等がUO$$_{2}$$燃料と相違のないことを確認した。また、より詳細なスラッジ性状の把握のために、EPMAによるPu等の微量元素の分布状態を確認した。TRPでは今後のより一層の高燃焼度化及びMOX利用に向けて、工学規模でスラッジ性状の調査を進める計画である。

論文

概況報告(2003年10月$$sim$$12月) 軽水炉燃料再処理技術の研究開発

諏訪 登志雄

サイクル機構技報, (22), 113- Pages, 2004/00

サイクル機構技報№22に下記の標題で平成15年度第3四半期の業務概況を報告する。「軽水炉燃料再処理技術の研究開発」

論文

サイクル機構技報概況(平成15年度第4四半期)「軽水炉燃料再処理技術の研究開発」

諏訪 登志雄

サイクル機構技報, (23), 129- Pages, 2004/00

サイクル機構技報№23に下記の標題で平成15年度第4四半期の業務概況を報告する。「軽水炉燃料再処理技術の研究開発」

論文

概況報告(2004年4月$$sim$$6月) 軽水炉燃料再処理技術の研究開発

諏訪 登志雄

サイクル機構技報, (24), p.81 - 82, 2004/00

サイクル機構技報№ 24に下記の標題で、平成16年度第1四半期の業務概況を報告する。「軽水炉燃料再処理技術の研究開発」

論文

サイクル機構技報概況(平成14年度第3四半期)軽水炉燃料再処理技術の研究開発

諏訪 登志雄

サイクル機構技報, (18), 120- Pages, 2003/03

サイクル機構技報No.18に下記の標題で平成14年第3四半期の業務概況を報告する。「軽水炉燃料再処理技術の研究開発」

論文

概況報告(平成14年度第4四半期) 軽水炉燃料再処理技術の研究開発

諏訪 登志雄

サイクル機構技報, (19), 93 Pages, 2003/00

サイクル機構技報No.19に下記の標題でに下記の標題で第4四半期の 業務概況を報告する。「軽水炉燃料再処理技術の研究報告」

論文

概況報告(2003年4月$$sim$$6月) 軽水炉燃料再処理技術の研究開発

諏訪 登志雄

サイクル機構技報, (20), p.133 - 135, 2003/00

サイクル機構技報No.20に下記の標題で平成15年度第一四半期の業務概況を報告する。「軽水炉燃料再処理技術の研究開発」

論文

概況報告(2003年7月$$sim$$9月) 軽水炉燃料再処理技術の研究開発

諏訪 登志雄

サイクル機構技報, (21), 136- Pages, 2003/00

サイクル機構技報№21に下記の標題で平成15年度第2四半期の業務概況を報告する。「軽水炉燃料再処理技術の研究開発」

報告書

高放射性ガラス固化体中の成分分析試験(過酸化ナトリウム溶融-発光分光分析法)

諏訪 登志雄*; 後藤 浩仁*; 園部 次男*; 他2名*

PNC-TN8410 89-054, 32 Pages, 1989/09

PNC-TN8410-89-054.pdf:0.84MB

(目的)高レベル放射性廃液のガラス固化試験及び処分試験に伴いガラス固化体の成分分析法を確率する。 (方法)ガラス固化体中の成分分析を行うたの前処理法として過酸化ナトリウム(N-2O2)溶融処理後,発光分光分析法による元素分析結果について報告する。 (結果) 1)従来法(炭酸カリウム・ナトリウム溶融法)では,特にMo,Pd,Ceの変動計数(CV)が$$pm$$21$$sim$$$$pm$$52%と変動が大きかったが,Na2O2溶融法ではCV$$pm$$7$$sim$$$$pm$$15%で分析できることが分かった。 2)模擬ガラス固化体でのMo,Pd,Ce,Prの回収率は,従来法で50$$sim$$70%程度であったがNa2O2溶融法では80$$sim$$95%と高回収率が得られた。 3)Ru分析は,Na2O2溶融後,水溶解法で回収率60%,CV$$pm$$15%で分析できることが分かった。硝酸溶解法に較べ回収率,精度(CV)とも向上することができた。 4)その他元素(Ni,Fe,Zn,Sm,Nd)については,回収率,精度(CV)とも従来法と同等の結果が得られた。 (結論)Na2O2溶解法において,特にMo,Pd,Ce,Pr,Ru等の回収率,分析精度(CV)を向上することができたことで,セル内におけるガラス固化体中の成分分析前処理法として有効であることが分かった。

報告書

発光分光分析法によるテクネチウム分析法の開発

石井 清登*; 岡部 次男*; 諏訪 登志雄*

PNC-TN8410 86-041, 26 Pages, 1986/09

PNC-TN8410-86-041.pdf:0.8MB

セル内におけるテクネチウムの分析法としては,放射能分析及び元素分析があるが.放射能分析はテクネチウム($$beta$$線)と他の核種(r線)を分離する複雑な操作を必要とするため.今回は比較的操作も容易な発光分光法による元素分析について検討した。主要な結果は次の通りである。(1)標準試料としてテクネチウム-99を用い,測定に最適なスペクトルは426.2nmであることを確認した。(2)定量下限は4$$mu$$g/mlで,相対変動係数はテクネチウム濃度10、100$$mu$$g/mlで0.4$$sim$$1.8%であった。(3)本法による高速炉燃料の不溶解性残渣及び高レベル放射性廃液中のテクネチウム分析例は、次の通りである。1.不溶解性残渣中のテクネチウム(平均)0.053g/ピン2.高レベル放射性廃液中のテクネチウム(平均)0.025g/ピンこれら分析値はORIGEN計算値に対し約70%に相当することがわかった。

報告書

キャニスター除染システムの概念設計

林 誠*; 岡本 弘信*; 市毛 良明*; 橋本 憲隆*; 諏訪 登志雄*

PNC-TN851 84-03, 57 Pages, 1984/03

PNC-TN851-84-03.pdf:2.97MB

本報告書は,高レベル廃液固化パイロットプラント詳細設計Iの「キャニスター除染システム」に対し,米国Oak RidgeのRemote Technology Corp.(REMOTEC)が遠隔保守技術の観点から行なった設計作業の結果の抄訳である。この設計作業を通じて「キャニスター除染システム」の概要が紹介されており,本システムは,高レベル廃液固化パイロットプラント詳細設計Iに反映されている。したがって,今後の「キャニスター除染システム」に対する設計検討資料として用いることを目的として抄訳を行なった。

口頭

フローインジェクション分析法(FIA)による再処理工程中のウラン分析

横須賀 圭佑*; 諏訪 登志雄; 北尾 貴彦; 山田 敬二; 酒井 敏雄

no journal, , 

再処理施設では、運転状態確認のための分析が不可欠であり、迅速性が要求されている。したがって、種々のサンプリングポイントより試料が採取されるため、多種多様の分析を行うこととなるが、既存の分析法では、前処理操作や器具の洗浄操作に多量の分析廃液が発生する。そこで、分析頻度の高いウランの分析について、分析作業の迅速化と分析廃液の低減化を目的とし、フローインジェクション分析法(FIA: Flow Injection Analysis)の適用を試みた。本研究では、再処理工程から採取した硝酸ウラニル試料を用い、ウラン定量方法としてリン酸直接吸光光度法による試験を実施した。

口頭

硝酸Pu溶液中におけるNpの酸化還元挙動

柳橋 太; 西田 直樹; 諏訪 登志雄; 藤本 郁夫; 大部 智行; 鹿志村 卓男

no journal, , 

東海再処理施設の抽出工程におけるNp挙動調査のために、硝酸濃度を調整したときのNp原子価の変化にかかわる試験・調査を行った。その結果、Pu共存系においても硝酸溶液中のNpに関する酸化還元反応は、杤山らの反応速度式におおむね従うことを確認した。

口頭

固相抽出-高周波誘導プラズマ質量分析計による東京電力福島第一原子力発電所内滞留水処理システム液中のテクネチウム-99の定量

諏訪 登志雄; 岡野 正紀; 實方 秀*; 根本 弘和*; 久野 剛彦; 黒沢 明

no journal, , 

東京電力福島第一原子力発電所での事故に伴い、原子炉の冷却に用いられ原子炉のタービン建屋等に滞留した高放射性の汚染水(以下、「滞留水」)については、除染処理システムによりセシウム等を除去し、浄化したうえで冷却水として循環,再利用を行っている。滞留水中の放射能のさらなる低減化を図るため、微量核種除去設備が開発され、除去性能を把握するための微量核種の一つであるテクネチウム-99($$^{99}$$Tc)の分析が求められた。滞留水中の$$^{99}$$Tc濃度が微量であり、共存元素を多く含んでいることから、本研究では、$$^{99}$$Tcの単離,回収に優れた固相抽出と高感度に$$^{99}$$Tcを測定可能な高周波誘導プラズマ質量分析計(ICP-MS)を組合せた滞留水処理液中の$$^{99}$$Tc定量を試みた。

口頭

福島第一原子力発電所の処理水タンクの堰内水の$$^{90}$$Sr($$^{90}$$Y)のin situ分析

諏訪 登志雄; 久野 剛彦; 佐藤 宗一; 小沼 一弘*; 木幡 正人*; 川崎 諭

no journal, , 

福島第一原子力発電所の敷地内には建屋内滞留水を処理した汚染水の保管のためのタンクが設置されており、それを囲うように堰が設けられている。その堰内にたまった堰内水を放出する際には、事前に$$^{90}$$Srが放出基準値以下であることを迅速に測定する必要がある。タンク内の$$^{90}$$Srは$$^{90}$$Yと放射平衡となっていることから、$$^{90}$$Yを測定することで分析時間を短縮することが可能となる、そこで低濃度のYを分離・測定するという観点で数種類の分析の前処理方法の検討を行った。その結果、最終的にキレート樹脂に$$^{90}$$Yを回収し少量の溶離液で溶離することで、低濃度のYを単離し濃縮する方法が適していることが分かった。さらに測定に際しては、高エネルギーの$$^{90}$$Yの$$beta$$線をチェレンコフ光の測定により行うことで、他の核種からの$$beta$$線の影響を下げて濃度の分析を行うことが可能と考えられる。本件では、前処理法についての試験結果を報告する。

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